Нейтронно-физические характеристики активной зоны водо-водяного энергетического реактора
В ходе работы были определены основные физические параметры ядерных реакторов, также была определена зависимость данных параметров от времени работы, температуры материалов, топлива и отравления реактора. При помощи программы WIMS–D5 была создана модель топливной ячейки водо–водяного ядерного реактора в бесконечной среде. Получены: Для реактора ВВЭР-1000 максимальный радиус ячейки равен 0,91 см; Выгорание топлива линейно уменьшается со временем работы; С увеличением температуры скорость реакции становится медленнее; Для нового реактора отравление начинается через два дня после запуска реактора.
Введение………………………………………………………………………………………………………..12
1 Теоретическая часть…………………………………………………………………………………… 14
1.1 История развития атомной энергетики………………………………………………….. 14
1.2 Использование ядерной энергии в разных странах………………………………… 15
1.3 Ядерный Реактор ВВЭР-1000…………………………………………………………………18
1.3.1 Характеристики ВВЭР-1000:…………………………………………………………….18
1.3.2 Тепловыделяющая сборка…………………………………………………………………19
1.3.3 Принцип работы……………………………………………………………………………….20
1.4 Коэффициент размножения нейтронов…………………………………………………..21
1.5 Общая схема нейтронно-физического расчёта………………………………………..25
1.6 Нейтронное уравнение переноса…………………………………………………………….26
1.6.1 Угловая плотность нейтронов и угловой момент……………………………… 27
1.6.2 Плотность потока нейтронов…………………………………………………………….28
1.6.3 Установление уравнения переноса нейтронов………………………………….. 29
1.6.4 Граничные условия………………………………………………………………………….. 33
1.7 Нейтронный замедляющий энергетический спектр……………………………….. 33
1.8 Рачеты изменения нуклидного состава………………………………………………….. 35
1.8.1 Уравнение расхода топлива для изотопа в топливе………………………….. 35
1.8.2 Отравление продуктами деления……………………………………………………… 37
1.9 Влияние температуры реактора…………………………………………………………….. 41
2 Описание расчетной модели………………………………………………………………………..43
3 Экспериментальная часть…………………………………………………………………………… 47
3.1 Экспериментальные требования……………………………………………………………. 47
3.2 Лабораторная программа………………………………………………………………………. 47
3.2.1 Расчет ядерной концентрации………………………………………………………….. 47
3.2.2 Расчет радиуса эквивалентной…………………………………………………………. 47
3.3 Расчет спектра нейтронного излучения…………………………………………………. 48
3.4 Расчет элементарной ячейки ядерного реактора……………………………………. 51
3.5 Расчет изменения нуклидного состава……………………………………………………53
3.6 Расчет изменения при разогреве реактора………………………………………………56
3.7 Расчет изменения при отравлении реактора ксеноном-135……………………..58
4 Финансовый менеджмент, ресурсоэффективность и ресурсосбережение……. 61
4.1 Потенциальные потребители результатов исследования……………………….. 61
4.2 Анализ конкурентных технических решений с позиции
ресурсоэффективности и ресурсосбережения……………………………………………… 62
4.3 SWOT-анализ…………………………………………………………………………………………65
4.4 Инициация проекта………………………………………………………………………………..68
4.5 План проекта………………………………………………………………………………………… 69
4.6 Бюджет научно-технического исследования (НТИ)……………………………..72
4.7 Формирование бюджета затрат исследовательского проекта…………………. 74
4.8 Оценка сравнительной эффективности исследования……………………………. 76
5 Социальная ответственность………………………………………………………………………. 79
5.1 Анализ опасных и вредных производственных факторов………………………. 79
5.2 Разработка мероприятий по снижению уровней вредного и опасного
воздействия и устранения их влияния при работе на ПЭВМ……………………….. 81
5.2.1 Организационные мероприятия……………………………………………………….. 81
5.2.2 Технические мероприятия……………………………………………………………….. 81
5.2.3 Условия безопасной работы…………………………………………………………….. 83
5.3 Электробезопасность……………………………………………………………………………..85
5.4 Пожарная и взрывная безопасность………………………………………………………. 87
Заключение…………………………………………………………………………………………………… 90
Список литературы……………………………………………………………………………………….. 91
Приложение А………………………………………………………………………………………………. 93
Приложение Б………………………………………………………………………………………………..95
Приложение B………………………………………………………………………………………………. 98
Introduction…………………………………………………………………………………………………..100
1 VVER reactor……………………………………………………………………………………………..101
1.1 Design…………………………………………………………………………………………………. 101
1.2 Primary cooling circuits………………………………………………………………………….103
1.3 Secondary circuit and electrical output……………………………………………………. 104
1.4 Tertiary cooling circuit and district heating……………………………………………… 105
1.5 Safety barriers………………………………………………………………………………………. 105
2 Description of calculation model…………………………………………………………………..107
Conclusion…………………………………………………………………………………………………… 112
Reference………………………………………………………………………………………………………113
Ядерная энергия, как один из самых чистых в мире источников энергии.
Наличие апробированных в энергетике ядерных технологий, доказанная
экономическая конкурентоспособность и наличие технологической
безопасности могут обеспечить крупномасштабное производство энергии в
XXI веке.
Развитие крупномасштабной ядерной энергетики определяет
необходимость анализа действующих в настоящее время проектов ядерных
реакторов. Принимая во внимание экономические факторы можно отметить,
что реакторы ВВЭР будут играть важную роль в ядерной промышленности.
Поэтому особенно важно понимать взаимосвязь между принципом работы
ядерных реакторов и различными параметрами.
Когда реактор находится в устойчивом состоянии, скорость генерации
нейтронов должна быть равна сумме скорости поглощения нейтронов и
скорости утечки. Если этот баланс не поддерживается, число нейтронов в
реакторе со временем будет меняться, и мощность реактора будет меняться.
Это изменение неизбежно во время работы реактора. Например, запуск
реактора, остановка, повышение или снижение мощности – все это важные
операции. Расход топлива на управляющий стержень, образование ядов и ядер
деления, изменения таких параметров, как температура и давление, а также
аварии могут привести к изменению коэффициента увеличения массы, что
приводит к изменениям мощности реактора. В свою очередь, изменения
мощности приводят к изменению параметров реактора. Реальный
действующий реактор всегда находится в динамическом процессе, который
часто меняется, поэтому динамический процесс реактора должен быть
тщательно изучен.
В данной работе была изучена физические проблемы в динамическом
процессе реактора, установина математическую модель динамической
системы в соответствии с физическими законами, а также изучена
устойчивость и процесс перехода системы. Была использована программа
WIMSD5, д л я нейтронно-физических расчетов простых и сложных ячеек.
Полученные результаты использованы для анализа нейтронно-физических
характеристик российского реактора ВВЭР-1000.
1 Теоретическая часть
1.1 История развития атомной энергетики
В ходе работы были определены основные физические параметры
ядерных реакторов, также была определена зависимость данных параметров от
времени работы, температуры материалов, топлива и отравления реактора.
При помощи программыWIMS–D5 была создана модель топливной
ячейки водо–водяного ядерного реактора в бесконечной среде.
Нами были получены следующие результаты:
Для реактора ВВЭР-1000 максимальный радиус ячейки равен 0,91
см.
Выгорание топлива линейно уменьшается со временем работы.
С увеличением температуры скорость реакции становится
медленнее.
Для нового реактора отравление начинается через два дня после
запуска реактора.
Хочешь уникальную работу?
Больше 3 000 экспертов уже готовы начать работу над твоим проектом!
4.1 (20 отзывов)
4.2 (5 отзывов)
4.8 (13 отзывов)
4.5 (80 отзывов)
4.8 (1033 отзыва)
4.9 (37 отзывов)
4.8 (373 отзыва)
4.6 (30 отзывов)
4.8 (17 отзывов)
